JPS5853760B2 - Tritium water vapor removal method - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は主として核燃料再処理排ガスに含まれる放射性
を有するヨウ素およびトリチウム水蒸気を除去する方法
に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION The present invention primarily relates to a method for removing radioactive iodine and tritium water vapor contained in nuclear fuel reprocessing exhaust gas.

原子炉発電所で使用された燃料は再処理し、ウラン、プ
ルトニウムなどの有価値物質を回収して再使用すること
が必要である。Fuel used in nuclear power plants needs to be reprocessed to recover valuable materials such as uranium and plutonium for reuse.

従来の再処理プロセスを第１図について説明するに、使
用済燃料１は切断工程２で燃料棒の状態から長さ数のに
切断された後に脱気工程３に送られる。A conventional reprocessing process will be explained with reference to FIG. 1. Spent fuel 1 is cut into lengths from the state of fuel rods in a cutting step 2, and then sent to a degassing step 3.

この脱気工程３において切断された使用済燃料１は酸素
添加器４より供給される酸素雰囲気内で約４００〜７０
０℃に加熱することにより酸化される。The spent fuel 1 cut in this degassing step 3 is placed in an oxygen atmosphere supplied from an oxygenator 4 with a
Oxidized by heating to 0°C.

この場合、二酸化ウランＵＯ２がへ酸化ウランＵ３Ｏ８
になることによる体積膨張を利用して、これを粉状化し
て燃料内部に含まれている揮発性の放射性不純物を分離
する。In this case, uranium dioxide UO2 becomes uranium oxide U3O8
By utilizing the volumetric expansion caused by this, the fuel is pulverized and the volatile radioactive impurities contained within the fuel are separated.

このように脱気工程３で脱気された燃料は溶解工程５に
送られ硝酸水溶液により溶解された後、この溶液中より
有価値のウラン、プルトニウムなどが分離回収される。The fuel degassed in the deaeration step 3 is sent to the melting step 5 and dissolved in an aqueous nitric acid solution, after which valuable uranium, plutonium, etc. are separated and recovered from this solution.

上記のような一連の再処理において、切断工程２と脱気
工程３から気体状の放射性物質を含む気体廃棄物が発生
する。In the series of reprocessing as described above, gaseous waste containing gaseous radioactive substances is generated from the cutting step 2 and the degassing step 3.

一般に使用済燃料は再処理されるまでに３０日以上放置
されるため、寿命の短かい放射物質は減衰するので、比
較的に寿命が長く核***による生成割合の大きい核種が
主体となる。In general, spent fuel is left for 30 days or more before being reprocessed, so radioactive materials with short lifetimes are attenuated, so nuclides that have relatively long lifetimes and are produced at a high rate through nuclear fission become the main components.

その代表的な核種はトリチウム（半減期１２，３年）、
クリプトン８５（半減期１０，８年）、ヨウ素１２９（
半減期１，７×１０７年）、ヨウ素１３１（半減期８日
）、キセノン１３３（半減期５，３日）である。The representative nuclides are tritium (half-life 12.3 years),
Krypton-85 (half-life 10.8 years), Iodine-129 (
Iodine-131 (half-life 8 days), and Xenon-133 (half-life 5.3 days).

燃焼度３０．０００ ＨＷＤ／Ｔの使用済の液体金属冷
却高速増殖炉燃料では、１トン当り１００Ｃｉのトリチ
ウム、１０，０ＯＯＣｉのクリプトン８５．５Ｘ１０−
２Ｃｉのヨウ素１２９，１５，０００Ｃｉのヨウ素１３
１，６５，０ＯＯＣｉのキセノン１３３が含まれている
。Spent liquid metal cooled fast breeder reactor fuel with a burnup of 30.000 HWD/T contains 100 Ci of tritium and 10.0 OOCi of krypton 85.5X10- per ton.
2 Ci of iodine 129, 15,000 Ci of iodine 13
Contains 1,65,0 OOCi of xenon-133.

これらの核種の重量組成は燃料１トン当りでｏ、Ｈのト
リチウム、３０ｇのクリプトン８５，３００ｇのヨウ素
１２９．１ｇのヨウ素１３１，０．４ｇのキセノン１３
３となっている。The weight composition of these nuclides is O, H tritium, 30 g krypton 85, 300 g iodine 129.1 g iodine 131, 0.4 g xenon 13 per ton of fuel.
It is 3.

これらの気体状放射性物質を含む気体廃棄物は放射性物
質を除去された後に系外に放出される。These gaseous wastes containing gaseous radioactive substances are discharged outside the system after the radioactive substances are removed.

放射性物質の除去はその挙動、性状などに基すいて核種
ごとに分離して行われる。Radioactive materials are removed by separating each nuclide based on its behavior and properties.

前記脱気工程３における高温での酸化により燃料中に含
まれていた水素は水となり、トリチウムは水素と同じ化
学的性質を有し、水成分中の水素原子と同位体交換をし
やすいため、水と同一性質のトリチウム水（ＨＴＯ）と
して気体廃棄物中に含有されている。The hydrogen contained in the fuel becomes water due to the high temperature oxidation in the degassing step 3, and tritium has the same chemical properties as hydrogen and is easy to exchange isotopes with the hydrogen atoms in the water component. It is contained in gaseous waste as tritiated water (HTO), which has the same properties as water.

一方、クリプトン８５、キセノン１３３などの希ガスは
気体状原子として、またヨウ素１２９、ヨウ素１３１は
ヨウ素分子あるいは有機ヨウ素として存在する。On the other hand, rare gases such as krypton 85 and xenon 133 exist as gaseous atoms, and iodine 129 and iodine 131 exist as iodine molecules or organic iodine.

このため気体廃棄物は従来、下記のようにして処理され
ている。For this reason, gaseous waste has conventionally been treated as follows.

まず高性能フィルタなどにより粒径数間の微粉状となっ
ているＵＯ２，Ｕ３Ｏ８などを集じん工程６で除去した
後、トリチウム水となっているトリチウムをトリチウム
水捕集工程７で除去する。First, UO2, U3O8, etc., which are in the form of fine powder between several particle sizes, are removed in a dust collection step 6 using a high-performance filter, and then tritium, which has become tritiated water, is removed in a tritium water collection step 7.

ついでヨウ素冷却捕集工程８によりヨウ素１２９および
ヨウ素１３１が除去され、さらに希ガス捕集工程９によ
りクリプトン８５およびキセノン１３３が除去される。Next, iodine 129 and iodine 131 are removed in an iodine cooling collection step 8, and krypton 85 and xenon 133 are further removed in a rare gas collection step 9.

前記トリチウム水捕集工程７では水と共にトリチウム水
蒸気を合成ゼオライトなどの吸着材に吸着して除去し、
またヨウ素捕集工程８では液体窒素などを用いた冷却器
１１により処理ガスを一６７°Ｃ以下に冷却してヨウ素
および有機ヨウ素を固体として捕集する。In the tritium water collection step 7, tritium water vapor is removed together with water by adsorption to an adsorbent such as synthetic zeolite,
In the iodine collection step 8, the process gas is cooled to -67°C or less using a cooler 11 using liquid nitrogen or the like to collect iodine and organic iodine as solids.

このような方法に代りカセイソーダなどのアルカリ性溶
液中に処理ガスを通気し、溶液中にヨウ素を捕集するこ
とも可能である。Instead of this method, it is also possible to pass the process gas through an alkaline solution such as caustic soda and collect iodine in the solution.

しかし上記使用済燃料１中の水素およびトリチウムは燃
料１トン当り約１ｇ以下であるため、気体廃棄物中の水
およびトリチウム水の蒸気圧は約０．１ｍｍＨｇ（露点
約−４０’Ｃ）と極めて低い。However, since the amount of hydrogen and tritium in the spent fuel 1 is about 1 g or less per ton of fuel, the vapor pressure of water and tritium in the gaseous waste is extremely low at about 0.1 mmHg (dew point about -40'C). low.

一方、吸着材出口部の水およびトリチウム水の蒸気圧を
０．０１ ｍｍＨｇ （露点約−６０°Ｃ）以下にする
ことは工学的に困難であるために、トリチウム水の除去
効率はせいぜい９０％程度である。On the other hand, since it is technically difficult to reduce the vapor pressure of water and tritiated water at the outlet of the adsorbent to 0.01 mmHg (dew point approximately -60°C) or less, the removal efficiency of tritiated water is only 90% at most. That's about it.

さらにトリチウム水捕集工程７ではトリチウム水捕集用
吸着材へヨウ素が吸着されるのを防ぐため、ヒータ１０
により吸着材を加熱しているが、水蒸気に比べてヨウ素
は著しく高濃度であるからヨウ素の吸着されるのを防ぐ
ことは至難である。Furthermore, in the tritium water collection step 7, a heater 10 is used to prevent iodine from being adsorbed to the tritium water collection adsorbent.
However, since the concentration of iodine is significantly higher than that of water vapor, it is extremely difficult to prevent iodine from being adsorbed.

したがってヨウ素が吸着材に吸着されるので、吸着機の
トリチウム水捕集効率および捕集容量は大幅に低下する
恐れがある。Therefore, since iodine is adsorbed onto the adsorbent, the tritiated water collection efficiency and collection capacity of the adsorber may be significantly reduced.

一方、ヨウ素捕集工程８をトリチウム水捕集工程７より
先行して行った場合でも、冷却捕集法ではトリチウム水
はヨウ素と同時に凝固し、また溶液捕集法では溶液中に
トリチウムが混入するため、トリチウム水と放射性ヨウ
素を分離して捕集することができない。On the other hand, even if the iodine collection step 8 is performed before the tritium water collection step 7, the tritium water will solidify at the same time as the iodine in the cooling collection method, and tritium will be mixed into the solution in the solution collection method. Therefore, it is not possible to separate and collect tritiated water and radioactive iodine.

さらにトリチウムはトレーサー用の放射性物質あるいは
将来の核融合炉の燃料として再利用できるが、捕集され
たトリチウム水中にヨウ素が混合することは避けられな
いから再利用することが至難である。Furthermore, tritium can be reused as radioactive material for tracers or as fuel for future fusion reactors, but it is extremely difficult to reuse it because iodine inevitably mixes with the collected tritium water.

本発明は上記にかんがみ気体廃棄物中に低重量濃度で含
まれているトリチウム水蒸気を、放射性ヨウ素などの他
の放射性物質と分離して効率よく除去する方法を提供す
ることを目的とするもので、ヨウ素除去工程をトリチウ
ム水捕集工程に先行して行い、ヨウ素を除去した後に水
蒸気を添加し、この水蒸気と共にトリチウム水蒸気を捕
集するようにすると共に、該ヨウ素除去工程は化学吸着
剤を用いて高温状態で行うことによりヨウ素除去性能を
高め、トリチウム水蒸気工程は物理吸着剤を用いて低温
状態で行うことによりトリチウム除去性能を高めるよう
にしたものである。In view of the above, the present invention aims to provide a method for efficiently removing tritium water vapor, which is contained in gaseous waste at low weight concentrations, by separating it from other radioactive substances such as radioactive iodine. , the iodine removal step is performed prior to the tritium water collection step, water vapor is added after iodine is removed, and tritium water vapor is collected together with this water vapor, and the iodine removal step uses a chemical adsorbent. The iodine removal performance is improved by performing the tritium steam process at a high temperature, and the tritium steam process is performed at a low temperature using a physical adsorbent to improve the tritium removal performance.

以下本発明の実施例を図面を参照して説明する。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings.

第２図〜第４図において、原子炉において使用された使
用済燃料１は切断工程２で燃料棒の状態から長さ数のに
切断され、次に酸素添加器４から酸素を添加された脱気
工程３において高温下で酸化されることにより、そのガ
ス中から揮発性放射性不純物が脱気された後に、溶解工
程５で硝酸水溶液により溶解される。In Figures 2 to 4, spent fuel 1 used in a nuclear reactor is cut into a number of lengths from the state of fuel rods in a cutting process 2, and then decomposed with oxygen added from an oxygenator 4. After volatile radioactive impurities are degassed from the gas by oxidation at high temperature in step 3, the gas is dissolved in a nitric acid aqueous solution in step 5.

一方、切断工程２および脱気工程３で発生した気体状の
放射性不純物を含む気体廃棄物は集じん工程において同
伴した酸化ウランなどの微粒子が除去された後に、ヒー
タ１０により約２００℃に加熱されたヨウ素捕集工程１
２で放射性ヨウ素が除去される。On the other hand, the gaseous waste containing gaseous radioactive impurities generated in the cutting process 2 and the degassing process 3 is heated to about 200°C by the heater 10 after fine particles such as uranium oxide entrained in the dust collection process are removed. Iodine collection process 1
2, radioactive iodine is removed.

次に気体廃棄物は水蒸気添加工程１３において、水蒸気
添加器５３により水蒸気が添加された後に、トリチウム
水捕集工程７でトリチウム水および水が除去される。Next, in a steam addition step 13, steam is added to the gaseous waste by a steam adder 53, and then tritiated water and water are removed in a tritium water collection step 7.

最後にクリプトン、キセノンなどの希ガス捕集工程９で
除去された後に、放射性物質を含有しない廃棄物として
系外へ放出される。Finally, after being removed in a rare gas collection step 9 such as krypton and xenon, it is discharged outside the system as waste that does not contain radioactive materials.

いま使用済燃料１の処理量０．２トン／臼とした場合、
酸素酸素添加器４から供給される酸素量は約３ Ｎ ｍ
’／ ｈ ｒであり、そのうち約Ｉ Ｎ ｍ’／ ｈ
ｒは二酸化ウランの酸化に使用され、残りの約２Ｎ ｍ
’／ ｈ ｒは気体廃棄物となる。Now, if the processing amount of spent fuel 1 is 0.2 tons/mortar,
The amount of oxygen supplied from the oxygenator 4 is approximately 3 Nm
'/h r, of which about I N m'/h
r is used to oxidize uranium dioxide, and the remaining approximately 2N m
'/hr becomes gaseous waste.

このため脱気工程３から放出されたときの気体廃棄物中
の水およびトリチウム水の蒸気圧は約０．１ ｍｍＨｇ
（露点的−４０℃）となっている。Therefore, the vapor pressure of water and tritiated water in the gaseous waste when released from the degassing step 3 is approximately 0.1 mmHg.
(Dew point: -40°C).

一方、ヨウ素１２９の濃度は水蒸気より高濃度の３０
ｇ／ Ｎ ｍ’ （約２ｍｍＨｇ）となっている。On the other hand, the concentration of iodine 129 is higher than that of water vapor.
g/N m' (approximately 2 mmHg).

前記ヨウ素捕集工程１２には第３図に示すような銀を合
成ゼオライト、活性アルミナ、シリガゲルなどの吸着材
に含浸した銀添着剤２２を充てんしてなる第１、第２ヨ
ウ素捕集器２０，２１系統が設けられている。The iodine collection step 12 includes first and second iodine collectors 20 filled with a silver impregnating agent 22 in which adsorbent such as synthetic zeolite, activated alumina, or silica gel is impregnated with silver as shown in FIG. , 21 systems are provided.

その２系統のうちのいづれか一方で気体廃棄物の処理を
行い、第１ヨウ素捕集器２０の入口弁１６と出口弁１８
、および第２ヨウ素捕集器２１の入口弁１７と出口弁１
９を切換えて開閉させることにより連続運転を行うこと
ができる。Either one of the two systems processes the gaseous waste, and the inlet valve 16 and outlet valve 18 of the first iodine collector 20
, and the inlet valve 17 and outlet valve 1 of the second iodine collector 21
Continuous operation can be performed by switching 9 to open and close.

上記ヨウ素捕集器２０．２１には直径１０ｃ＊、長さ約
１扉の銀添着吸着材２２が充てんされている。The iodine collector 20.21 is filled with a silver-impregnated adsorbent 22 having a diameter of 10 cm* and a length of about one door.

第１ヨウ素捕集器２０が稼動中の場合、気体廃棄物はオ
フ・ガス入口配管１４より導入され、第１ヨウ素捕集器
用人口弁１６、第１ヨウ素捕集器２０、同出口弁１８を
経てオフ・ガス出口配管１５より次の工程に送られる。When the first iodine collector 20 is in operation, gaseous waste is introduced through the off-gas inlet piping 14 and passes through the first iodine collector artificial valve 16, the first iodine collector 20, and the outlet valve 18. After that, it is sent to the next process through the off-gas outlet pipe 15.

この場合、第１ヨウ素捕集器側スイツチ２６は閉路して
いるので、電源２５より供給される電気によりヒータ２
３は稼動し、第１ヨウ素捕集器２０を約２００℃に加熱
する。In this case, since the first iodine collector side switch 26 is closed, the heater 2 is powered by electricity supplied from the power source 25.
3 is operated and heats the first iodine collector 20 to about 200°C.

一方、第２ヨウ素捕集器側のスイッチ２７は開路されて
いるからヒータ２４は稼動していない。On the other hand, since the switch 27 on the second iodine collector side is open, the heater 24 is not operating.

このように第１ヨウ素捕集器２０は２００℃に加熱され
ているため、気体廃棄物中の水およびトリチウム水の相
対湿度は約１０−５％と非常に低い。Since the first iodine collector 20 is thus heated to 200° C., the relative humidity of water and tritium water in the gaseous waste is very low, about 10 −5%.

実験によると銀添着吸着材２２の水蒸気吸着量は主とし
て相対湿度に依存するので、上記１０−５％という低湿
度では、前記水蒸気吸着量は無視することができる。According to experiments, the amount of water vapor adsorbed by the silver-impregnated adsorbent 22 mainly depends on the relative humidity, so at the low humidity of 10-5%, the amount of water vapor adsorbed can be ignored.

一方、銀添着吸着材２２によるヨウ素吸着はヨウ素と銀
の化学反応により行われるため、その捕集効率は高温度
はど犬であることが実験的に確認されており、気体廃棄
物中のヨウ素１２９は除去効率９９．９％以上で除去さ
れる。On the other hand, since iodine adsorption by the silver-impregnated adsorbent 22 is performed through a chemical reaction between iodine and silver, it has been experimentally confirmed that the absorption efficiency is lower at high temperatures. 129 is removed with a removal efficiency of 99.9% or more.

銀添着吸着材２２として合成ゼオライトに銀を３８％（
重量）で含浸させた吸着材を用いた場合、約１０日間の
稼動で吸着材は平衡吸着量の約９０％に達して交換を必
要とする。As the silver-impregnated adsorbent 22, 38% silver was added to synthetic zeolite (
When using an adsorbent impregnated with (by weight), the adsorbent reaches about 90% of its equilibrium adsorption capacity after about 10 days of operation and requires replacement.

稼動を終了した第２ヨウ素捕集器２１の銀添着吸着材２
２の交換する場合には、まずパージガス人口弁２９を開
き、パージガス配管３０よりパージガスを第２ヨウ素捕
集器２１に流通し、その内部に滞留している気体廃棄物
をパージガスと共に、第２ヨウ素捕集器用出目弁１９を
経てオフ・ガス出口配管１５よりパージする。Silver-impregnated adsorbent 2 of the second iodine collector 21 that has finished operating
2, first open the purge gas population valve 29, flow the purge gas from the purge gas pipe 30 to the second iodine collector 21, and collect the gaseous waste accumulated inside the second iodine collector 21 together with the purge gas. The gas is purged from the off-gas outlet pipe 15 via the collector outlet valve 19.

このときパージガス人口弁２８はもちろん閉じられてい
る。At this time, the purge gas population valve 28 is of course closed.

パージを終了した後に第２ヨウ素捕集器２１に充てんさ
れた銀添着吸着材２２を交換する。After completing the purge, the silver-impregnated adsorbent 22 filled in the second iodine collector 21 is replaced.

前記パージおよび交換時には銀添着部材２２に吸着され
たヨウ素は銀と化合物を形成しているので、放射性ヨウ
素が銀添着吸着材２２から揮発して周辺を汚染する恐れ
はない。During the purging and replacement, the iodine adsorbed on the silver-impregnated member 22 forms a compound with silver, so there is no fear that radioactive iodine will volatilize from the silver-impregnated adsorbent 22 and contaminate the surrounding area.

また第２ヨウ素捕集器２１がヨウ素除去に使用されてい
る場合には、上記と同様な操作を行えばよい。Further, when the second iodine collector 21 is used for removing iodine, the same operation as above may be performed.

上記のようにして、ヨウ素捕集工程１２において、主と
して化学吸着剤たる鎖部吸着剤により高温状態でヨウ素
が除去された後、次のトリチウム水捕集工程γに入る。As described above, in the iodine collection step 12, after iodine is removed at high temperature mainly by the chain adsorbent, which is a chemical adsorbent, the next tritium water collection step γ is entered.

ヨウ素捕集のためには、前述の如く合成ゼオライト、活
性アルミナ、シリカゲルなどの物理吸着作用のあるもの
に含浸した銀添着剤２２を用いたのであるが、この場合
物理吸着は殆んどなされず、合成ゼオライト等は主に化
学吸着剤の担体としての作用を果たすのみで、専ら化学
吸着が行われる。In order to collect iodine, we used a silver impregnant 22 impregnated with a material with physical adsorption such as synthetic zeolite, activated alumina, or silica gel as described above, but in this case, almost no physical adsorption occurred. , synthetic zeolite, etc. mainly serve only as a carrier for chemical adsorbents, and perform chemical adsorption exclusively.

よって、高温状態例えば上記のように２００℃程度にし
てこのヨウ素捕集工程を行うと、能率良く化学吸着が行
われてヨウ素が除去され、一方物理吸着される水蒸気の
吸着量は前述の如く無視できる程度であり、よってヨウ
素が除去されてトリチウム捕集に支障のない状態になっ
て次のトリチウム捕集工程に入ることになる。Therefore, if this iodine collection step is carried out at a high temperature, for example, about 200°C as mentioned above, chemical adsorption will be performed efficiently and iodine will be removed, while the amount of physically adsorbed water vapor will be ignored as mentioned above. Therefore, the iodine is removed and tritium collection is in a state where there is no problem before entering the next tritium collection step.

トリチウム捕集工程では、物理吸着によりトリチウム水
を除去するので、低温状態にしてトリチウム除去状能を
高めるようにする。In the tritium collection step, tritium water is removed by physical adsorption, so the temperature is kept low to enhance the tritium removal ability.

本例では、室温状態でこのトリチウム捕集工程を行う。In this example, this tritium collection step is performed at room temperature.

つまり上記の如くヨウ素捕集工程１２でヨウ素を除去さ
れた気体廃棄物は室温まで冷却された後に、水蒸気添加
工程１３で水蒸気添加器５３から約６１ｊ／ｍｉｎの流
量２０℃の飽和水蒸気を含む窒素ガスが注入される。In other words, the gaseous waste from which iodine has been removed in the iodine collection step 12 as described above is cooled to room temperature, and then, in the steam addition step 13, nitrogen containing saturated steam at a flow rate of 20° C. is supplied from the steam adder 53 at a flow rate of about 61 j/min. Gas is injected.

このため気体廃棄物中の水蒸気圧は約３１ｎ１１ＬＨｇ
（露点−６°Ｃ）に調整される。Therefore, the water vapor pressure in the gaseous waste is approximately 31n11LHg.
(dew point -6°C).

ついで加湿された気体廃棄物はトリチウム水捕集工程７
へ送られる。The humidified gaseous waste is then subjected to tritium water collection step 7.
sent to.

トリチウム水捕集工程７には第４図に示すように、合成
ゼオライトなどのトリチウム水蒸気吸着材３９（以下吸
着材と称す）を充てんした第１、第２トリチウム水蒸気
捕集器３７，３８（以下筒１、第２トリチウム捕集器と
称す）の２系統が設けられており、前記捕集器３７，３
８は交互に使用される。As shown in FIG. 4, the tritium water collection step 7 includes first and second tritium water vapor collectors 37, 38 (hereinafter referred to as adsorbents) filled with tritium water vapor adsorbent 39 (hereinafter referred to as adsorbent) such as synthetic zeolite. Two systems are provided: a tube 1 and a second tritium collector), and the collectors 37 and 3 are
8 are used alternately.

その一方例えば第１トリチウム捕集器３７が稼動中の場
合には、第１トリチウム捕集器３７の入口弁３３および
出口弁３５は開かれ、第２トリチウム捕集器３８の入口
弁３４および出口弁３６は閉じられている。On the other hand, for example, when the first tritium collector 37 is in operation, the inlet valve 33 and outlet valve 35 of the first tritium collector 37 are opened, and the inlet valve 34 and outlet valve of the second tritium collector 38 are opened. Valve 36 is closed.

上記トリチウム捕集器３７．３８の吸着材３９は稼動時
には室温（約２０°Ｃ）に保持され、その水蒸気飽和吸
着量は吸着材１ｇ当り約０．２．ｐ（水蒸気）である。The adsorbent 39 of the tritium collector 37, 38 is maintained at room temperature (approximately 20°C) during operation, and its water vapor saturation adsorption amount is approximately 0.2. p (water vapor).

したがって安全余裕を見込んで吸着材１ｇ当り吸着量が
０．１ｇとなったときに、第１トリチウム捕集器３７の
稼動を中止し、他方の再生を終了した第２トリチウム捕
集器３８に切換える。Therefore, taking into account a safety margin, when the adsorption amount reaches 0.1 g per 1 g of adsorbent, the operation of the first tritium collector 37 is stopped and the operation is switched to the second tritium collector 38, which has completed the regeneration of the other one. .

このときの第１水蒸気捕集器３７の出口露点は約−６０
℃となるため、トリチウム水蒸気の除去効率は約９９．
５％となる。At this time, the outlet dew point of the first water vapor collector 37 is approximately -60
℃, the removal efficiency of tritium water vapor is approximately 99.
It will be 5%.

一方、第１トリチウム捕集器３７がトリチウム水蒸気を
除去している間に、第２トリチウム捕集器３８は再生作
業が実施される。On the other hand, while the first tritium collector 37 is removing tritium water vapor, the second tritium collector 38 is undergoing regeneration work.

この場合、第２トリチウム捕集器３８側の再生ガス人口
弁４６および出口弁４８は開かれ、第１トリチウム捕集
器３７側の再ガス人口弁４５および出口弁４７は閉じら
れている。In this case, the regeneration gas population valve 46 and outlet valve 48 on the second tritium collector 38 side are opened, and the regas population valve 45 and outlet valve 47 on the first tritium collector 37 side are closed.

また第２トリチウム捕集器３８側のスイッチ４４は閉路
されるため、ヒータ４１は電源４２から供給される電気
により作動して第２トリチウム捕集器３８を約１００℃
に加熱する。Further, since the switch 44 on the second tritium collector 38 side is closed, the heater 41 is operated by electricity supplied from the power source 42 to heat the second tritium collector 38 to about 100°C.
Heat to.

一方、プロワ−４９により給送される再生ガスは大口弁
４６を経て第２トリチウム捕集器３８の出口側に供給さ
れ、その捕集器３８内の吸着材３９からこれに吸着され
ている水およびトリチウム水蒸気を離脱させ、この離脱
された水およびトリチウム水蒸気は再生ガスと共に冷却
捕集器５０に送られる。On the other hand, the regeneration gas fed by the blower 49 is supplied to the outlet side of the second tritium collector 38 through the large mouth valve 46, and the water adsorbed by the adsorbent 39 in the collector 38 is and tritium water vapor, and the separated water and tritium water vapor are sent to the cooling collector 50 together with the regeneration gas.

この冷却捕集器５０は約１℃に冷却されているため、ト
リチウム水蒸気は凝縮して液体となり、弁５１を経て容
器５２に収納される。Since this cooling collector 50 is cooled to about 1° C., the tritium water vapor is condensed into a liquid, which is stored in a container 52 via a valve 51.

このようにして第２トリチウム捕集器３８の再生作業は
約１時間以内で終了する。In this way, the regeneration work of the second tritium collector 38 is completed within about one hour.

逆に第２トリチウム捕集器３８を捕集に使用し、第１ト
リチウム捕集器３７を再生する場合も上記と同様して行
われる。Conversely, when the second tritium collector 38 is used for collection and the first tritium collector 37 is regenerated, the same procedure as described above is performed.

このトリチウム水蒸気の除去方法によれば、トリチウム
除去工程の前にヨウ素除去工程を配置した結果、ヨウ素
とトリチウムの除去が充分な性能で効率よく行われる。According to this method for removing tritium water vapor, the iodine removal step is arranged before the tritium removal step, and as a result, iodine and tritium are efficiently removed with sufficient performance.

すなわち、ヨウ素は水（トリチウム水を含む）より飽和
蒸気圧が低く、このため吸着剤に吸着され易いので、ト
リチウム除去工程′をヨウ素除去工程より前置した場合
には、トリチウム除去用吸着剤にヨウ素が吸着され、結
局トリチウム水の除去が妨害されることになる。In other words, iodine has a lower saturated vapor pressure than water (including tritiated water) and is therefore easily adsorbed by the adsorbent, so if the tritium removal process is preceded by the iodine removal process, the tritium removal adsorbent Iodine will be adsorbed, eventually impeding the removal of tritiated water.

ところが本発明では、ヨウ素除去工程が先行するため、
まず先行するヨウ素除去工程ではトリチウム水の存在は
ヨウ素吸着に妨害として働かず、よってヨウ素除去は充
分な性能を発揮できる。However, in the present invention, since the iodine removal step precedes the
First, in the preceding iodine removal step, the presence of tritiated water does not interfere with iodine adsorption, and therefore iodine removal can exhibit sufficient performance.

かつ、ここでヨウ素が除去される結果、トリチウム水の
除去がヨウ素の存在によって妨害されることはなく、よ
って後置したトリチウム水の除去が充分な性能をもって
行なわれるものである。Moreover, since iodine is removed here, the removal of tritiated water is not hindered by the presence of iodine, and therefore the subsequent removal of tritiated water is carried out with sufficient performance.

次に高温状態で十分にヨウ素を化学吸着して除去した後
に、トリチウム除去は低温状態で、十分にこれを物理吸
着により除去捕集することができる。Next, after sufficiently removing iodine by chemisorption at a high temperature, tritium can be sufficiently removed and collected by physical adsorption at a low temperature.

すでにヨウ素は十分に除かれているのでトリチウム除去
の妨害にはならないから、トリチウム水蒸気は効率良く
分別して捕集できるわけである。Since iodine has already been sufficiently removed, it does not interfere with tritium removal, so tritium water vapor can be efficiently separated and collected.

更に、本実施例ではトリチウム除去を室温状態で行って
おり、よってトリチウム水を吸着して除去するための合
成ゼオライトを常温において操作できるので、合成ゼオ
ライトの水蒸気飽和吸着量は第５図に示すように、操作
温度２０℃（常温）の場合（曲線Ａ）が操作温度１００
℃（曲線Ｂ）の場合より犬となる。Furthermore, in this example, tritium was removed at room temperature, and the synthetic zeolite for adsorbing and removing tritiated water can be operated at room temperature, so the saturated water vapor adsorption amount of the synthetic zeolite is as shown in Figure 5. When the operating temperature is 20°C (normal temperature) (curve A), the operating temperature is 100°C.
℃ (curve B).

したがって同一負荷量に対し必要な合成ゼオライト量も
少なくなる。Therefore, the amount of synthetic zeolite required for the same loading amount is also reduced.

例えば露点−４０℃のトリチウム水蒸気に対して水蒸気
飽和吸着量は約５倍となり、合成ゼオライト量は５分の
１でよいことになる。For example, the amount of water vapor saturated adsorption is about five times that of tritium water vapor with a dew point of -40°C, and the amount of synthesized zeolite can be one-fifth.

また水添加で露点を０℃に上げたとしても、合成ゼオラ
イト量を２分の１以上に低減できることがわかる。Furthermore, it can be seen that even if the dew point is raised to 0° C. by adding water, the amount of synthesized zeolite can be reduced by more than half.

次に水添加により合成ゼオライトのトリチウム水捕集性
能は第６図に示すように向上する。Next, by adding water, the tritiated water trapping performance of the synthetic zeolite is improved as shown in FIG.

すなわち水を添加しない場合は透過率１０％であるが、
露点が一６℃以上になるように水を添加することによっ
て透過率を０．５％以下、換言すれば除去効率は９９．
５％以上となる。In other words, when no water is added, the transmittance is 10%, but
By adding water so that the dew point is 16°C or higher, the transmittance can be reduced to 0.5% or less, in other words, the removal efficiency can be increased to 99.
5% or more.

また銀吸着材へのトリチウム水の吸着量は２００℃での
操作によりほぼ皆無で、かつヨウ素を９９．５％以上の
効率により除去できるので、ヨウ素とトリチウム水の純
度が高く、これを利用する場合の純化操作を不要にする
ことが可能である。In addition, the amount of adsorption of tritium water on the silver adsorbent is almost nil due to operation at 200°C, and iodine can be removed with an efficiency of over 99.5%, so the purity of iodine and tritium water is high, and this can be used. It is possible to eliminate the need for purification operations.

また脱気工程においてトリチウムの酸化が不十分な場合
、トリチウムがトリチウム水にならず、トリチウム分子
として存在することが考えられるが、水蒸気の添加によ
りトリチウム分子中のトリチウムと水分子中の水素との
同位体交換反応の起る確率を増加させることができる。In addition, if tritium is insufficiently oxidized in the degassing process, tritium may not become tritium water and may exist as tritium molecules, but by adding water vapor, tritium in tritium molecules and hydrogen in water molecules may The probability that isotope exchange reactions will occur can be increased.

例えば露点４０℃の状態に比べて露点−６０℃の状態で
は、前記確率は約２０倍に増加するので、トリチウム分
子を酸化する装置を不要としあるいは小型化することが
できる。For example, when the dew point is −60° C., the probability increases by about 20 times compared to when the dew point is 40° C., so the device for oxidizing tritium molecules can be made unnecessary or downsized.

本実施例における水蒸気添加工程１３は後続のトリチウ
ム水捕集工程７におけるトリチウム水捕集効率の低下を
許容できる場合には省略してもよい。The water vapor addition step 13 in this embodiment may be omitted if a decrease in tritium water collection efficiency in the subsequent tritium water collection step 7 can be tolerated.

この場合、操作を簡略化することができる反面、環境へ
のトリチウムの放出量が増大する恐れがある。In this case, although the operation can be simplified, the amount of tritium released into the environment may increase.

また本実施例ではトリチウム水捕集工程７において合成
ゼオライトによる吸着法を用いたが、これに代りコール
ドトラップ法あるいは液体による洗浄法を用いてもよい
が、これらの方法はトリチウム除去効率が低いため、環
境へのトリチウム放出量が増大する恐れがある。Furthermore, in this example, an adsorption method using synthetic zeolite was used in the tritium water collection step 7, but a cold trap method or a cleaning method using a liquid may be used instead, but these methods have low tritium removal efficiency. , there is a risk that the amount of tritium released into the environment will increase.

以上説明したように、本発明によれば次のような効果が
ある。As explained above, the present invention has the following effects.

（１）放射性ヨウ素とトリチウムを効率よく分離して捕
集することができるので、純化処理が不要となると共に
、環境への放射性物質の放出を防止することができる。(1) Radioactive iodine and tritium can be efficiently separated and collected, eliminating the need for purification treatment and preventing the release of radioactive substances into the environment.

（２）トリチウム水蒸気を吸着する合成ゼオライトの使
用量を節減することができる。(2) The amount of synthetic zeolite that adsorbs tritium water vapor can be reduced.

（３）捕集した放射性ヨウ素に半減期の長いトリチウム
を混入しないので、放射性ヨウ素を減衰処理し高レベル
放射性の固体廃棄物量を低減することができる。(3) Since tritium, which has a long half-life, is not mixed into the collected radioactive iodine, it is possible to attenuate the radioactive iodine and reduce the amount of high-level radioactive solid waste.

【図面の簡単な説明】[Brief explanation of the drawing]

第１図は従来のトリチウム水蒸気の除去方法を示すフロ
ーチャート図、第２図は本発明のトリチウム水蒸気の除
去方法の一実施例を示すフローチャート図、第３図およ
び第４図は本発明に使用されるヨウ素捕集工程およびト
リチウム水捕集工程の各概略図、第５図および第６図は
説明用図である。 符号の説明、７・・・・・・トリチウム水捕集工程、１
２・・・・・・ヨウ素捕集工程、１３・・・・・・水蒸
気添加工程、２０，２１・・・・・・ヨウ素捕集器、２
２・・・・・・銀添着吸着材、３７，３８・・・・・・
水蒸気捕集器、３９・・・・・・水蒸気吸着材。FIG. 1 is a flowchart showing a conventional method for removing tritium water vapor, FIG. 2 is a flowchart showing an embodiment of the method for removing tritium water vapor of the present invention, and FIGS. The schematic diagrams of the iodine collection step and the tritium water collection step, FIG. 5, and FIG. 6 are explanatory diagrams. Explanation of symbols, 7... Tritium water collection process, 1
2...Iodine collection step, 13...Steam addition step, 20, 21...Iodine collector, 2
2... Silver impregnated adsorbent, 37, 38...
Water vapor collector, 39... Water vapor adsorbent.

Claims (1)

【特許請求の範囲】 １ ヨウ素およびトリチウムを含有するガス中からトリ
チウム水蒸気を除去する方法であって、トリチウム水捕
集工程に先立ってヨウ素を除去する工程を行い、次いで
該ヨウ素を除去されたガス中に水蒸気を添加する工程を
行って、しかる後その水蒸気と共にトリチウム水蒸気を
補集する工程を行うことによってトリチウム水蒸気を除
去する構成とすると共に、前記ヨウ素除去工程は化学′
吸着剤を用いて高温状態で行うことによりヨウ素除去性
能を高め、トリチウム水蒸気除去工程は物理吸着剤を用
いて低温状態で行うことによりトリチウム除去性能を高
めたことを特徴とするトリチウム水蒸気の除去方法。 ２、特許請求の範囲第１項記載の方法において、ヨウ素
除去用の化学吸着剤として銀添着吸着剤を用いることを
特徴とするトリチウム水蒸気の除去方法。 ３ 特許請求の範囲第１項又は第２項に記載の方法にお
いて、トリチウム水蒸気を捕集する吸着剤として、合成
ゼオライトを用いることを特徴とするトリチウム水蒸気
の除去方法。 ４ 特許請求の範囲第１項乃至第３項のいずれかに記載
の方法において、水蒸気を添加する工程は少なくとも露
点が一４０℃以上になるように水魚、気を添加すること
を特徴とするトリチウム水蒸気の除去方法。[Claims] 1. A method for removing tritium water vapor from a gas containing iodine and tritium, in which a step of removing iodine is performed prior to a step of collecting tritium water, and then the gas from which the iodine has been removed is The structure is such that tritium water vapor is removed by performing a step of adding water vapor into the iodine, and then a step of collecting tritium water vapor together with the water vapor, and the iodine removal step is performed using a chemical method.
A method for removing tritium water vapor, characterized in that the iodine removal performance is improved by performing the removal process at a high temperature using an adsorbent, and the tritium removal performance is improved by performing the tritium water vapor removal step at a low temperature using a physical adsorbent. . 2. A method for removing tritium water vapor according to claim 1, characterized in that a silver-impregnated adsorbent is used as a chemical adsorbent for removing iodine. 3. A method for removing tritium water vapor according to claim 1 or 2, characterized in that synthetic zeolite is used as an adsorbent for collecting tritium water vapor. 4. In the method according to any one of claims 1 to 3, the step of adding water vapor is characterized in that water vapor is added so that the dew point is at least 140°C or higher. How to remove water vapor.